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1、压水堆堆芯燃料管理,中篇,多循环燃料管理单循环燃料管理堆内燃料管理分析工具及方法,核燃料管理与优化课程讲义,2,多循环燃料管理 确定最佳各循环的装料策略（外部决策变量），包括循环长度、新料富集度、批料数及批料量单循环燃料管理 确定单个循环的堆芯布料方案，包括燃料组件及可燃毒物的布置,核燃料管理与优化课程讲义,3,基本物理概念,换料周期与循环长度 年换料、18、24个月换料批料数和一批换料量3批、4批循环燃耗和卸料燃耗年换料，卸料燃耗3338GWd/tU18个月换料，卸料燃耗4045GWd/tU美国核管会已于1999年批准提高核燃料燃耗深度的限值,即从以前规定的限值62GWd/tU放宽到7075
2、GWd/tU。这样可以大大减少乏燃料的产生量。,核燃料管理与优化课程讲义,4,基本物理概念,核电厂从建成到退役要经历一系列的运行循环，按各循环的特性，可分为：初始循环（或启动循环）过渡循环 平衡循环 平衡循环序列在理想情况下是一个无限的循环序列，在这个循环序列中，每个循环的性能参数（如循环长度、新料富集度、一批换料量及平均卸料燃耗等）都保持相同，运行循环进入一个平衡状态。一般认为平衡循环是性能指标最佳的循环方案，并为燃料管理人员定为目标运行循环,核燃料管理与优化课程讲义,5,多循环燃料管理任务,反应堆堆芯核设计，需要进行平衡循环性能分析，确定平衡循环方案平衡循环的批料数、循环长度、新料的富集度
3、考虑如何过渡到平衡循环初始循环的燃料装载方案过渡循环的燃料装载方案一般来说，这属于多循环燃料管理的任务,核燃料管理与优化课程讲义,6,单循环燃料管理任务,确定堆芯初步装（换）料方案初步筛选出一批堆芯装料方案最终换料堆芯的核设计用精确的堆芯物理/热工水力程序对最终换料堆芯进行全面、精确的设计计算，提供反应堆设计、运行及安审所需的全部参数换料堆芯的安全评价对有关关键安全参数进行限值检验，对超限的情况，进行事故再分析或评价一般来说，这属于单循环燃料管理的任务,核燃料管理与优化课程讲义,7,燃料管理决策,核燃料管理与优化课程讲义,8,多循环燃料管理,核燃料管理与优化课程讲义,9,主要是对以下变量进行科
4、学决策：批料数或一批换料的组件数量 循环长度 新料富集度 通常，先通过平衡循环性能分析确定达到平衡循环时的以上决策参数，然后考虑如何达到平衡循环，在此过程中，各循环之间存在强烈的耦合关系，为优化决策必须进行多循环（至少3个循环）分析,核燃料管理与优化课程讲义,10,首循环堆芯装载图,三种燃料富集度1.8%2.4%3.1%图中数字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根数,核燃料管理与优化课程讲义,11,平衡循环堆芯装载图,3批年换料策略out-in 方案换料燃料富集度3.2%,核燃料管理与优化课程讲义,12,C1-C2,三种燃料富集度2.4%2.67%3.0%,核燃料管理与优化课程讲义,13,C3-C4,核燃
5、料管理与优化课程讲义,14,C9,核燃料管理与优化课程讲义,15,平衡循环分析,核燃料管理与优化课程讲义,16,平衡循环,乏燃料出堆,n个燃料循环,核燃料管理与优化课程讲义,17,零维模型,开展平衡循环性能分析的常用模型空间效应通过“批”平均特性给予极其简单的表示，而不具体关心组件在堆芯的布置,批料反应性,批料相对功率份额,核燃料管理与优化课程讲义,18,线性反应性模型,核燃料管理与优化课程讲义,19,平衡循环特性分析-1,循环燃耗与批料数之间的关系,卸料燃耗与批料数之间的关系,新料初始反应性与卸料燃耗间的关系,核燃料管理与优化课程讲义,20,平衡循环特性分析-2,循环燃耗随批料数n的增加而减
6、小卸料燃耗随批料数n的增加而增加。连续换料可使卸料燃耗比一批换料增大一倍3批换料可使卸料燃耗增大50%,新料富集度固定,既然批料数增加，可提高卸料燃耗，目前压水堆为什么不提高批料数？,核燃料管理与优化课程讲义,21,平衡循环特性分析-3,循环初始剩余反应性随批料数的增加而减少3批换料可使循环初始剩余反应性减少50%,新料富集度固定,剩余反应性减小意味着什么？,核燃料管理与优化课程讲义,22,平衡循环特性分析-4,新料所需的初始反应性随批料数的增加而增大利用压水堆燃料组件初始反应性与其富集度之间的关系可估算出核电厂由3批换料改成4批换料时，为保持平衡循环的循环燃耗不变，需将新料的富集度由3批时的
7、3%提高到3.5%。与此同时，4批换料的卸料燃耗深度可提高到3批换料时的4/3倍。,固定循环燃耗(长度),核燃料管理与优化课程讲义,23,平衡循环特性分析-5,为达到相同的卸料燃耗深度，随着批料数的增加，新料所需的初始反应性（或富集度）可随之减小。CANDU的连续换料策略降低了其对燃料富集度的要求,固定卸料燃耗,核燃料管理与优化课程讲义,24,压水堆平衡循环性能图,核燃料管理与优化课程讲义,25,平衡循环堆芯装载图,3批年换料策略out-in 方案换料燃料富集度3.2%,核燃料管理与优化课程讲义,26,平衡循环临界硼浓度曲线,燃耗 临界硼浓度 0 1453 150 1125 500 10791
8、000 10172000 9123000 8074000 7005000 5946000 4907000 3878000 2879000 18810000 9210872 10,核燃料管理与优化课程讲义,27,平衡循环堆芯功率与燃耗分布,BLX,核燃料管理与优化课程讲义,28,平衡循环堆芯功率与燃耗分布,MOL,核燃料管理与优化课程讲义,29,平衡循环堆芯功率与燃耗分布,EOL,核燃料管理与优化课程讲义,30,初始循环富集度的确定,通常选择平衡循环燃料富集度作为首循环堆芯的一种富集度其余两批料富集度的确定一般根据工程经验，考虑以下因素来确定：首循环寿期长度的要求批料富集度之间合理的间隔,核燃料
9、管理与优化课程讲义,31,初始循环向平衡循环的过渡,固定循环燃耗和换料量，调节逐个循环的新料富集度固定循环燃耗和新燃料组件的富集度，调节逐个循环的换料量固定新料的富集度和一批换料量，调节逐个循环的循环长度,核燃料管理与优化课程讲义,32,初始循环向平衡循环的过渡,核燃料管理与优化课程讲义,33,首炉堆芯装料方案的制定,装料方案的制定燃料组件的优化布置OUT-IN方式可燃毒物的布置,核燃料管理与优化课程讲义,34,首循环堆芯装载图,三种燃料富集度1.8%2.4%3.1%图中数字代表硼硅玻璃可燃毒物棒根数,核燃料管理与优化课程讲义,35,不同类型的可燃毒物,目前压水堆工程中使用的可燃毒物按其在组件
10、内的分布形式大体上可分三类棒状可燃毒物涂硼燃料元件Gd2O3-UO2弥散型可燃毒物,核燃料管理与优化课程讲义,36,首循环临界硼浓度曲线,燃耗 临界硼浓度 0 1064 150 781 500 7691000 7732000 7523000 7054000 6465000 5856000 5217000 4538000 3819000 30510000 22611000 14612000 6412657 10,核燃料管理与优化课程讲义,37,堆芯燃料管理（年换料制）,核燃料管理与优化课程讲义,38,慢化剂温度系数,核燃料管理与优化课程讲义,39,堆芯燃料管理,单循环（堆内）燃料管理,核燃料管理
11、与优化课程讲义,41,堆内燃料管理的任务,堆芯装料方案的确定初步设计换料方案详细核设计换料堆芯的安全评价,第一部分,堆芯装(换)料方案简介,核燃料管理与优化课程讲义,43,堆芯换料方案均匀装料,核燃料管理与优化课程讲义,44,均匀装料的堆芯功率分布,寿期初功率峰因子过大，限制了反应堆功率输出,寿期末功率分布较理想，但已得停堆换料,核燃料管理与优化课程讲义,45,堆芯换料方案外-内装料,核燃料管理与优化课程讲义,46,外-内装料,堆芯功率分布较均匀中子泄漏损失大对压力壳的中子辐照损伤大,核燃料管理与优化课程讲义,47,堆芯换料方案外-内交替装料,核燃料管理与优化课程讲义,48,外-内交替装料,功
12、率分布比外-内装料更均匀中子泄漏依然很大,核燃料管理与优化课程讲义,49,低泄漏装料,核燃料管理与优化课程讲义,50,核燃料管理与优化课程讲义,51,低泄漏装料,自70年代末发展起来的一种装料方式，目前世界上多数压水堆核电厂已采用了该换料方案；堆芯边缘中子通量密度较低，从而减少了中子从堆芯的泄漏，提高了中子利用率，延长了堆芯寿期；更重要的是由于快中子泄漏的降低，使反应堆压力壳的中子注量减小，从而延长了压力壳和反应堆的使用寿命。,核燃料管理与优化课程讲义,52,在低泄漏装料方案下RPV高能中子注量的改善,核燃料管理与优化课程讲义,53,低泄漏装料带来的问题,反应堆功率峰值增加，在每个循环中都得通
13、过合理布置可燃毒物来抑制功率峰值；有可能带来可燃毒物的反应性惩罚效应功率峰值的最大值一般不出现在堆芯寿期初，在整个堆芯寿期内都得对功率峰值进行较验。这些都给装料方案的设计带来困难,核燃料管理与优化课程讲义,54,功率峰值随燃耗的变化,第二部分,堆芯核设计的任务与内容,核燃料管理与优化课程讲义,56,内容,堆芯装(换)料设计的目的过程设计软件设计报告,核燃料管理与优化课程讲义,57,堆芯装(换)料设计的目的,首要目的是确保设计的堆芯装载方案在其整个运行周期内是安全的。堆芯装(换)料设计必须遵守相应的国家核安全管理法规，得到国家核安全局的批准，以保证堆芯的安全性，实现电站业主对公众和环境的安全承诺
14、。在安全的基础上，通过堆芯装载方案的优化设计，达到既满足电站发电计划的需求，又最大程度降低燃料成本的目的。最后，在设计完成后，将相应的核参数图表提供给运行人员以指导电站的安全运行。,核燃料管理与优化课程讲义,58,核电厂的特殊性核燃料制造精密、要求的可靠性高、加工时间长堆芯换料设计复杂，花费时间长换料需监管部门进行安全审批换料方案的设计和审批往往需要1年以上时间,核燃料管理与优化课程讲义,59,堆芯装(换)料设计的过程,核燃料管理与优化课程讲义,60,堆芯装(换)料设计的过程,制定堆芯装载计划装(换)料设计及最终文件换料堆芯设计文件的审查及提交换料堆芯异常紧急设计,核燃料管理与优化课程讲义,6
15、1,堆芯装(换)料设计的过程,制定堆芯装载计划换料堆芯供应商及其换料设计分包商在收到TTS的第N循环的PSSD及初步能力需求后，开始制作初步的堆芯装载计划装料前3个月，换料堆芯供应商及其换料设计分包商根据电厂的最终循环要求和对初步堆芯装载计划的审查意见，向电厂提供最终的堆芯装(换)料计划TTS对该计划进行审查、校核，确定装料计划,核燃料管理与优化课程讲义,62,堆芯装(换)料设计的过程,装(换)料设计及最终文件经后续循环装载方案的初步搜索，产生最终燃料管理报告针对装料方案，对1、2类工况及主要的事故进行关键安全参数论证，同FSAR中的限值进行比较，以确认其安全性。产生换料安全评价报告计算该装料
16、方案的主要核参数以提供给运行人员使用，产生换料核设计报告对换料堆芯，如有新型组件的引入等导致堆芯热工水力学特性发生变化时，需进行相应的分析，产生换料热工水力设计报告计算启动物理实验拟测参数，产生启动物理试验报告,核燃料管理与优化课程讲义,63,堆芯装(换)料设计的过程,装(换)料设计及最终文件最终堆芯装(换)料方案（装料前3个月）最终燃料管理报告(FMR)（装料前2个半月）换料安全评价报告(RSER)（装料前2个半月）换料核设计报告(NDR)（装料前1个月）换料热工水力设计报告(RTHR)（装料前1个月）启动物理试验报告(SPTR)（包括堆芯理论数据库和失水事故监测系统数据软盘）（启动前半个月
17、）,核燃料管理与优化课程讲义,64,堆芯装(换)料设计的过程,换料堆芯设计文件的审查及提交燃料管理科对换料设计分包商提供的文件，按换料堆芯设计审查规程进行审查并认可。有关设计文件交电站核安全与环保处(OSL)，OSL负责将这些文件提交给国家核安全局，作为第N次循环换料堆芯启动许可证申请的一部分。核设计报告中的图表经编辑后提交给运行人员。,核燃料管理与优化课程讲义,65,堆芯装(换)料设计的过程,换料堆芯异常紧急设计在正常设计完成之后，若堆芯卸料后发现燃料组件有超过允许标准的破损或机械损伤，则已经确定的堆芯装(换)料方案需做紧急调整，用新燃料组件或乏燃料组件来代替破损的组件；有关换料设计报告需要
18、修改，并送国家核安全局紧急审批。,核燃料管理与优化课程讲义,66,设计软件,INCORE程序包,SCIENCE程序包,ANC程序包,ARMEL,NARVAL,SMART,APOLLO2-F,PHOENIX-P,ESPADON,MARSOIN,SQUALE,FLICA III,ANC,APOLLO,测量数据处理,核燃料管理与优化课程讲义,67,堆芯换料设计合同文件,堆芯装载计划最终燃料管理报告安全评价报告核设计报告热工水力设计报告物理启动试验报告燃料性能评价报告测量数据处理和堆芯硼浓度跟踪所需的数据(库),核燃料管理与优化课程讲义,68,堆芯装载设计,该项设计提供满足业主能量需求和堆芯各项安全准
19、则的换料堆芯装载图以及换料堆芯的主要计算结果。根据换料设计规范，换料堆芯装载设计必须在要求的停堆燃耗窗口内满足如下安全准则和要求。循环长度要求：堆芯循环寿期内，热态满功率(HFP)、控制棒全提(ARO)状态下，堆芯径向功率峰因子(Fxy)要求(1.393)；各种插棒状态下Fxy满足限值要求；寿期初(BOL)、热态零功率(HZP)状态堆芯慢化剂温度系数不为正值；寿期末(EOL)、HZP时停堆裕量要求(1770 pcm)；堆芯功率象限倾斜抑制要求。,核燃料管理与优化课程讲义,69,堆芯燃料管理设计,该设计提供换料堆芯及后续两个循环堆芯燃料管理分析结果，给出各循环堆芯循环长度、堆芯装载、新组件数及富
20、集度、堆芯功率分布、寿期初热态零功率时堆芯慢化剂温度系数以及卸料组件同位素含量。最终的燃料管理策略必须被换料堆芯安全评价所确认。它为核电厂燃料组件订货提供依据。,核燃料管理与优化课程讲义,70,换料堆芯安全评价,换料堆芯安全评价报告是提供给国家核安全局审评的主要文件。它从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯的安全性，即证明核电站设计阶段提供的最终安全分析报告(FSAR)的结论仍然适用于换料堆芯。根据换料设计规程要求，核电站换料堆芯安全评价需要对反应堆正常运行工况（I类工况）和非正常工况包括（II、III、IV类工况）涉及到的关键安全参数进行计算分析，并与FSAR中给定的限值进行比较，以确认
21、换料堆芯的安全性。,核燃料管理与优化课程讲义,71,换料堆芯安全评价,通过对换料堆芯的通用关键安全参数（动力学参数、工况I和工况II关键安全参数）和特定事故（硼稀释事故、提棒事故、落棒事故、弹棒事故和主蒸汽管道断裂事故等）关键安全参数作分析计算并与FSAR中的限值进行比较来确认换料堆芯的安全性。如计算发现某些关键安全参数超限，则需要对相关的事故进行再评价或再分析，从而进一步确认换料堆芯的安全性。如安全评价的结果显示换料堆芯不能满足某些安全性要求，则需要修改或调整堆芯装载，重新进行堆芯安全评价。,核燃料管理与优化课程讲义,72,换料核设计,换料核设计报告除提供核设计准则、堆芯描述外，还需计算：堆
22、芯功率分布随燃耗的变化、燃料同位素产量；堆芯功率能力以及控制方式，包括运行图，保护图，控制棒标定曲线，控制棒微分、积分价值，主调节棒插入限，最小停堆硼浓度，硼微分价值，功率分布及停堆裕量等；启动物理试验和反应堆负荷跟踪分析所需的堆芯参数。核设计报告提供的结果是反应堆启动和运行的重要物理依据。,核燃料管理与优化课程讲义,73,热工水力设计,分析的目的是证实换料堆芯在额定功率工况下满足所有热工水力设计准则。,核燃料管理与优化课程讲义,74,启动物理试验参数计算,分析的目的是专门为反应堆启动和零功率物理试验提供所必须的理论预计数据，它包括在BOL、HZP下的：控制棒微分、积分价值及临界棒位；不同棒态
23、，有氙和无氙时堆芯临界硼浓度；不同棒态下等温温度系数；功率补偿棒标定曲线及抽出限值；不同棒态、不同功率水平和燃耗时的堆芯功率分布；中子动力学参数；LOCA监测系统（LSS）参数。,核燃料管理与优化课程讲义,75,燃料性能评价,根据对核电站按月提供的反应堆冷却剂中放射性同位素，如氪、氙、碘、铯等比活度测量值的跟踪，进行前一循环堆芯燃料性能评价。如发现出现某些放射性同位素比活度超标，则对可能出现的破损元件棒数、破口尺寸和对应的燃耗值作出估计，并对可复用燃料组件的可用性作出初步评价。,核燃料管理与优化课程讲义,76,破损燃料棒预计分析,NPIC根据大亚湾核电站U2C3(法马通公司提供的燃料组件和换料
24、设计)自1996年6月3日至13日一回路冷却剂放射性监测数据，对燃料棒包壳性能进行了评定，发现燃料棒发生破损并指出该堆芯破损燃料棒在23根之间，属中等大小缺陷，对应的燃耗为11000MWd/tU，并将该结果报告了核电营运单位和燃料组件制造厂。1997年1月核电站进行的燃料组件啜漏试验证实该堆芯有3根燃料棒破损，破损直径为1015m。理论预计结果与实测值符合很好。,核燃料管理与优化课程讲义,77,其 它,视业主需要，设计单位还需向用户提交用于堆芯测量数据处理和堆芯跟踪分析所需的理论数据库和参数：堆芯测量数据处理理论数据库和LSS系统数据；堆芯硼浓度跟踪程序BORIS所需的数据。,核燃料管理与优化
25、课程讲义,78,换料堆芯初步设计,是一个优化过程，通常需借助换料优化软件装料方案筛选原则发电计划循环长度要求安全性热态满功率(HFP)条件下，和 不超过设计限值热态零功率(HZP)条件下，MTC不为正热停堆深度的要求经济性平均卸料燃耗深度通常需综合考虑后续循环,核燃料管理与优化课程讲义,79,当前循环的比较,核燃料管理与优化课程讲义,80,后续燃料循环装载方案分析,在对候选方案进行比较时，不但要考虑当前循环各方案间性能的差异，还要考虑采取该装料方案后，后续循环换料方案怎么产生，性能如何？在工程上，通常在保持换料方案基本不变的情况下，向后作三个循环的计算分析，再综合考虑前后四个循环的安全性和经济
26、性，来最终确定当前循环的换料方案。换料方案一旦确定，接下来就可针对该堆芯装载方案开展详细的核设计。,核燃料管理与优化课程讲义,81,换料堆芯的详细核设计,指初步确定堆芯装（换）方案后，利用已经授权的堆芯设计软件，对该方案进行详细的分析、计算，得到该方案具体的安全和经济性能指标，用于该方案的安全审评或用于指导实际运行。,核燃料管理与优化课程讲义,82,堆芯核设计报告内容,核设计内容堆芯燃料管理堆芯功率能力分析反应性系数反应性控制启动物理试验与负荷跟踪参数设计准则,核燃料管理与优化课程讲义,83,合理地选择平衡循环堆芯换料燃料组件的富集度（4.5%）和数目，合理布置可燃毒物和控制棒，最大卸料组件燃
27、耗不超过限值，平均卸料燃耗满足要求，使平衡循环满足预期的燃料管理策略（年换料或18个月换料）。,堆芯燃料管理,核燃料管理与优化课程讲义,84,上一循环堆芯方案,岭澳1号机首循环堆芯装料图,核燃料管理与优化课程讲义,85,上一循环运行跟踪及寿期预测,某核电厂运行跟踪及寿期预测示意图,当前，换料堆芯的核设计不是在上一循环停堆后进行的，因此，要进行下一循环的核设计，首先就必须预测上一循环寿期末的堆芯状态。,核燃料管理与优化课程讲义,86,上一循环运行跟踪及寿期预测,岭澳1号机首循环末堆芯燃耗分布（预测值）,循环燃耗13644MWd/tU,核燃料管理与优化课程讲义,87,当前循环换料方案,岭澳1号机第
28、2循环装载图,核燃料管理与优化课程讲义,88,堆芯临界-燃耗计算,BOL HFP ARO,一旦确定出当前循环堆芯的装料方案后，利用NARVAL、SMART或ANC等软件，就可以进行堆芯的临界-燃耗计算，获得HFP、ARO状态下的堆芯燃耗特性，包括硼降曲线和不同燃耗下堆芯的功率分布。通常需做三维堆芯的计算。,核燃料管理与优化课程讲义,89,堆芯临界-燃耗计算,BLX HFP ARO,核燃料管理与优化课程讲义,90,堆芯临界-燃耗计算,HFP、ARO状态下，不同燃耗时刻堆芯的临界硼浓度、径向功率和燃耗分布500,1000,2000,3000,4000,6000,7000,(参见核设计报告图3.3-
29、3.13),核燃料管理与优化课程讲义,91,堆芯临界-燃耗计算,EOL BU=9250,核燃料管理与优化课程讲义,92,硼降曲线,核燃料管理与优化课程讲义,93,轴向功率分布,BOL HZP ARO,三维堆芯计算一般取20cm的轴向网格剖分，且无法考虑组件定位格架的非均匀效应堆芯的轴向功率分布一般由专门的轴向一维计算软件，如ESPADON等来获得一般取12cm高度的轴向网格。,核燃料管理与优化课程讲义,94,轴向功率分布,BLX HFP ARO,AO=8.8%,核燃料管理与优化课程讲义,95,轴向功率分布,EOL HFP ARO,AO=-3.6%,核燃料管理与优化课程讲义,96,卸出燃料的核素
30、和质量平衡,由APOLLO2-F等组件计算软件可计算出不同类型燃料组件其U235/U238等重同位素成分随组件燃耗的变化规律由SMART等堆芯计算软件可计算获得堆芯内三维的燃耗分布利用上述结果就可插值计算出堆芯寿期末各种重同位素的含量。,初始每顿铀的同位素产量(kg),初始每顿铀的同位素消耗量(kg),核燃料管理与优化课程讲义,97,堆芯功率能力分析,堆芯功率能力验证分析是压水堆核电厂堆芯核设计的重要内容之一主要包括模拟反应堆在一、二类工况下堆芯可能出现的功率分布，并对所模拟的功率分布进行分析。对一类工况而言，分析的结果用于对反应堆运行图的验证，以确认已有的运行图是否适用于特定的换料堆芯对二类
31、工况而言，功率能力分析的内容一方面是对燃料熔化的线功率密度保护(OPT)定值进行验证，另一方面是对防止堆芯发生DNB的保护(OTT)定值进行验证，二类工况的验证结果将确认堆芯保护函数对换料堆芯的适用性。,核燃料管理与优化课程讲义,98,堆芯功率能力分析,通常采用综合法进行一类工况LOCA裕量和DNBR裕量分析及二类工况OPT和OTT保护定值验证所谓综合法就是将最不利的堆芯轴向功率分布和径向功率分布叠加在一起加以考虑的方法，是一种保守的方法。径向功率分布主要由堆芯装载方案决定，因此相对固定，且较容易确定其上限限值；轴向功率分布由于受功率水平、氙分布、燃耗尤其是控制棒提插等因素的影响，从理论上说可
32、以有无穷多的分布。因此，堆芯功率能力分析的基础就是产生足够数量具有代表性的堆芯轴向功率分布。,核燃料管理与优化课程讲义,99,LOCA限值,核燃料管理与优化课程讲义,100,运行图,区域I为正常运行区域，功率补偿棒要插到刻度曲线位置上，或者在刻度曲线位置与完全抽出位置之间某一处位置上。区域II用于所有控制棒抽出堆外的运行状态下。,核燃料管理与优化课程讲义,101,LOCA限值的验证,核燃料管理与优化课程讲义,102,燃料熔化限值的验证,核燃料管理与优化课程讲义,103,为了确保温度调节棒组R具有足够的反应性引入能力，以满足补偿堆芯反应性扰动的要求，并尽可能使轴向功率分布平坦，需要确定调节棒组R
33、的最小插入深度（即咬量）。在设计咬量位置处，温度调节棒组R具有2.5 pcm/步的微分价值，对应的积分价值小于100 pcm。这样可以满足上述机动性要求，同时对轴向功率分布的扰动也能满足设计限值要求。核设计计算给出棒组R的咬量位置随堆芯燃耗的变化关系。,控制棒咬量,核燃料管理与优化课程讲义,104,R棒插入限值堆芯运行中还要限制棒组R的最大插入深度，以满足下述要求：停堆裕量；弹棒事故安全准则；核焓升因子FH 1.55 1+0.3(1-Pr)（0 Pr 1）FH1.55（Pr1）基于上述要求，可以确定温度调节棒组插入限值随功率水平和燃耗的变化关系。温度调节棒组R的插入限值对应的负反应性引入为50
34、0pcm。在反应堆控制中，当温度调节棒组插入深度接近其限值时，将触发报警系统。在低-低限上方10步再设置低限，作为提醒电厂运行人员的预报警线。,控制棒插入极限,核燃料管理与优化课程讲义,105,反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下，它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化，例如：反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化，反应性系数对这些变化产生反馈，改变中子的增殖系数Keff，使反应堆的反应性发生变化。,反应性系数,核燃料管理与优化课程讲义,106,慢化剂温度系数（pcm/）慢化剂温度系数定
35、义为慢化剂平均温度每变化1引起的堆芯反应性变化。Doppler功率系数（pcm/%NP）Doppler功率系数定义为功率每变化额定功率的1%时由于Doppler效应引起的反应性变化。功率系数（pcm/%NP）功率系数定义为堆芯功率每变化额定功率的1%由慢化剂和燃料温度效应共同引起的反应性变化。硼微分价值（pcm/ppm）硼微分价值定义为堆芯单位硼浓度变化引起的反应性变化。,反应性系数,核燃料管理与优化课程讲义,107,反应性系数的计算,以MTC的计算为例，分别计算出比当前温度高两度和低两度情况下的堆芯反应性，就可近似获得当前温度的在NDR中，所需计算的内容有BOL/MOL/EOL不同硼浓度、不
36、同功率水平下的MTCBOL/MOL/EOL不同硼浓度下的慢化剂温度亏损曲线不同棒态下的MTCDoppler功率系数随功率的变化Doppler功率亏损曲线BOL/MOL/EOL不同硼浓度下总功率系数随功率变化曲线总功率亏损曲线（计再分布效应/不计再分布效应）硼微分价值,(具体参见核设计报告图5.2-5.13),核燃料管理与优化课程讲义,108,与反应性控制有关的计算内容包括硼降曲线硼的微分价值最小停堆硼浓度控制棒微、积分价值曲线BOL、EOL不同棒态下的堆芯功率分布停堆裕量验证,反应性控制,(具体图表参见核设计报告第6章有关内容),核燃料管理与优化课程讲义,109,这部分需要计算产生堆芯的点堆动
37、力学参数不同正反应性和负反应性引入条件下堆芯的周期起、停堆以及不同幅度的功率变化过程中氙、钐的演变,堆的动力学特性,(具体图表参见核设计报告第7章有关内容),核燃料管理与优化课程讲义,110,点堆动力学参数,核燃料管理与优化课程讲义,111,BOL、HZP条件下的周期与反应性之间的关系,核燃料管理与优化课程讲义,112,设计准则,堆芯换料设计，必须满足有关的技术规格书、设计准则和安全法规，以确保核电厂安全、可靠地运行，同时也应考虑业主对核电厂运行经济性的要求。技术规格书核电厂最终安全分析报告第十六章,核燃料管理与优化课程讲义,113,堆芯热点处（总功率峰因子FQ所在的位置）的线功率密度必须小于
38、设计值590W/cm。正常运行期间，最大相对功率分布不得超过设计的限值，该限值是轴向位置的函数，在要求与燃料最高温度准则相符的LOCA分析中要用到这一限值；反应堆在各种功率水平下运行时，慢化剂反应性温度系数必须为负值或零，使反应堆具有负反馈特性；,设计准则,核燃料管理与优化课程讲义,114,卡棒准则堆芯的装载和反应性控制设计要确保当反应性价值最大的一束棒卡在堆芯外，反应堆在任一功率水平运行时，仅用控制棒就能实现热停堆，并有足够的停堆深度（在寿期初和寿期末，分别为1000和2000pcm），以防止发生主蒸汽管道破裂或不可控硼稀释等事故时反应堆停堆后重返临界。,设计准则,核燃料管理与优化课程讲义,
39、115,设计准则,热流密度热管因子和焓升热管因子限值,核燃料管理与优化课程讲义,116,RCC-P“法国压水堆核电站系统设计和建造规则（1991）”HAF0300“核电厂运行规定”HAF0214“核电厂堆芯的安全设计”HAF0310“核电厂的堆芯管理和燃料装卸”HAF0300(91)-1“核电厂换料、检修和事故停堆管理”EJ318-92“压水堆核电厂反应堆核设计准则”,法规、导则及准则,第三部分,堆芯核设计软件与方法,核燃料管理与优化课程讲义,118,堆芯分析计算的复杂性,核燃料管理与优化课程讲义,119,堆内分析计算的复杂性,空间157盒组件每个组件264根燃料棒、24根控制棒导向管、1根仪
40、表管控制棒、可燃毒物等的非均匀布置上下管座、定位隔架、围板几何形状的复杂性能量中子能量跨越67个量级各核素截面随中子能量复杂的变化关系，尤其是中能区重核的截面呈现出强烈的共振现象堆内各局部位置复杂的反馈：功率、温度、密度、氙、燃耗等即使如今的计算机技术已经相当发达，但要在目前的工程实际中开展以燃料棒为单位的分析计算仍然是不现实的。,核燃料管理与优化课程讲义,120,核燃料管理与优化课程讲义,121,轻水堆静态堆芯物理分析方法的演变,第一代,第二代,第三代,综合法棒功率计算2D1D空间网格宽度径向：1cm轴向：6cm能群数两群理论框架扩散理论计算方法差分计算平台小型机,恢复法棒功率计算从全堆3D
41、粗网计算结果中重建空间网格宽度径向：10cm轴向：20cm能群数两群理论框架扩散理论计算方法节块法计算平台工作站、PC,直接法棒功率计算直接3D pin-by-pin计算,堆芯分析计算流程示意图,燃料组件计算程序系统,核燃料管理与优化课程讲义,124,国内外现状,国外美国西屋:APA程序系统STUSVIK:CASMO/SIMULATE程序系统法国SCIENCE（APOLLO/SMART）程序系统整体上说，目前几大轻水堆技术供应商所使用的堆芯分析软件都属于第二代分析方法的范畴。目前西屋、三菱及法玛通等都在投入研发第三代堆芯分析方法。国内,核燃料管理与优化课程讲义,125,用于大亚湾和岭澳的堆芯核
42、设计软件：INCORE程序包SCIENCE程序包,计算机软件,INCORE程序包,核燃料管理与优化课程讲义,127,ARMEL,栅元能谱-燃耗程序。计算各种类型栅元的中子能谱，用计算求得的能谱加权处理多群截面，生成少群截面。该程序在各燃耗步计算核密度随时间的变化，程序中所用的微观截面从ENDF/B库中得到。热群（0.625eV以下）分172群，快群分54群。,核燃料管理与优化课程讲义,128,它计算强吸收体栅元（如控制棒）的中子能谱，用计算求得的能谱加权处理多群截面，生成强吸收体栅元的少群截面。和ARMEL不同的是热中子能谱计算分30群，空间非均匀效应采用碰撞几率输运模型。此外，该程序包含了一
43、维扩散模型，用来调整宏观截面参数，使扩散方法计算的反应率和输运理论结果等效。,ARAMIS,核燃料管理与优化课程讲义,129,它是二维二群稳态扩散燃耗程序。能处理X-Y或R-Z几何，网点数可达160000个。它能处理水温度、Doppler、氙和钐等非线性反馈效应。该程序具有处理1/1、1/2、1/4或1/8堆芯的能力，能处理的边界条件有全反射、零流、零通量、/2或旋转对称边界。程序具有倒换料功能，能精确地描述堆芯外围板和反射层。NARVAL用ARMEL计算产生的参考状态（平均水温度下、平均功率、平衡氙）下的二群宏观截面库进行“宏观”燃料燃耗。,NARVAL,核燃料管理与优化课程讲义,130,N
44、ARVAL程序计算给出各节点的通量、功率、碘、氙和水密度的分布和堆芯Keff。通过对各节点参数与参考状态的差别进行反馈修正，给出各节点的二群截面。横向泄漏则由组件横向曲率来表示。此外，该程序能自动进行临界硼浓度搜索，利用程序的反馈功能计算慢化剂温度系数、Doppler系数或功率系数，以及堆芯径向或轴向的稳定性。该程序还可以利用INCORE程序包中的处理程序COROLLE，将计算区域（1/8、1/4、1/2）转换成（1/4、1/2、1/1）区域，以满足非对称性的计算，如卡棒或落棒计算等。,NARVAL,核燃料管理与优化课程讲义,131,它是一维二群稳态扩散燃耗程序。处理轴向几何，节点数可达100
45、个。它能处理水温度、Doppler、氙和钐等非线性反馈效应和控制棒等效毒物截面。该程序能够对硼浓度、控制棒位、功率水平等参数进行临界搜索，还能搜索给定的轴向功率偏移及临界轴向功率偏移。此外还能对硼稀释能力进行控制。该程序包含了许多自动处理过程，例如微分和积分棒价值、控制棒插入限值、蝇迹图的生成、各种运行模式下轴向功率偏移控制的负荷跟踪以及非正常工况和运行错误的模拟分析等。,ESPADON,核燃料管理与优化课程讲义,132,CYCLOPE,CYCLOPE为多循环燃料管理计算程序。它采用直接循环方法，快速计算多个燃料循环的燃耗特性。该程序采用由ARMEL程序计算提供的以燃耗和富集度为变量的二元本征
46、值函数表，使用此表由该程序计算确定循环长度、卸料比燃耗和装料的富集度。它计算的最多循环数为20，富集度分区最多为10个，每个循环可提供3种新料。该程序还能直接确定平衡循环，允许对待求参数做各种搜索计算。,核燃料管理与优化课程讲义,133,综合法（1D+2D）计算程序，它采用一维（ESPADON）计算得到的轴向功率分布与二维（NARVAL）计算得到的径向功率峰因子综合，用于进行堆芯核焓升因子（FH）、热通道因子（FQ）。该程序主要用于堆芯功率能力及一些反应性事故分析。,COSTAR,核燃料管理与优化课程讲义,134,SCIENCE程序包APOLLO2-FSMARTSQUALE,计算机软件,核燃料
47、管理与优化课程讲义,135,APOLLO2-F程序采用碰撞几率方法进行组件输运计算。对于一个燃料组件，该程序求解99群输运方程，并为SMART程序提供两群均匀化的截面。采用6群均匀化的二维耦合计算模型及多栅元计算，可在计算精度和计算费用之间找到最佳平衡点，该程序所具有的输运和输运等效特性可以确保耦合模型的正确性。,计算机软件,核燃料管理与优化课程讲义,136,APOLLO2-F（续）利用该程序还可以对具有不同边界条件和不同几何对称性的堆芯组件（1/8堆芯、1/4堆芯）进行计算。采用临界曲率搜索来进行通量计算。具有燃料元件的燃耗计算功能。利用SN方法（离散坐标法）计算径向和轴向反射层常数。,计算
48、机软件,核燃料管理与优化课程讲义,137,SMART三维两群堆芯扩散-燃耗计算程序，采用先进节块技术，可以对所有类型的压水堆进行稳态和瞬态工况的计算。该程序采用节点展开法和PIN-POWER再构造方法，求解两群稳态中子扩散方程，结合多参数数据库进行反馈修正。空间的离散采用二阶多项式或者二阶多项式与双曲项的组合，以表示横向积分通量。,计算机软件,核燃料管理与优化课程讲义,138,SMART（续）横向泄漏通量则由一个二阶多项式来表示。堆芯不连续因子对组件参数均匀化造成的误差进行修正。谱效应和燃耗效应用燃料的微观燃耗模型来表征。对主要的重原子核和主要的裂变产物链都做了处理。能进行三维堆芯临界燃耗、反
49、应性系数、反应性控制等中子学参数的计算和分析。,计算机软件,核燃料管理与优化课程讲义,139,SQUALE通量图数据处理程序。,计算机软件,堆芯分析计算流程示意图,燃料组件计算程序系统,核燃料管理与优化课程讲义,141,轻水堆堆芯分析,起点几何、材料（状态相关）核截面数据（多群）终点系统有效增殖系数（或反应性）堆芯功率分布导出参数方法论组件模块堆芯模块连接（接口）模块,核燃料管理与优化课程讲义,142,多群常数库组件等效均匀化参数的产生等效均匀化理论各种工况下截面参数的表达堆芯功率分布计算粗网格节块方法组件内精细功率的重构堆芯燃耗计算,核燃料管理与优化课程讲义,143,核数据,各种不同能量的中
50、子（10-5107eV）和各种核素相互作用的微观截面及相关参数是进行堆芯核设计计算的基础核数据主要来源于实验测量理论方法可以指导对实验数据的选择与评价，同时通过理论计算或内插方法还可以填补实验数据的空缺核数据的编纂和评价工作是核工业的重要的基础研究工作,核燃料管理与优化课程讲义,144,中子评价数据库的内容,包含有中子能量从10-5eV20MeV范围内中子与各种核素所有重要的核反应的数据，包括中子与各核素发生(n,f),(n,),(n,n),(n,n),(n,2n),(n,p),(n,),(n,t)等反应的微观截面数据弹性和非弹性散射中子的角分布出射中子、射线和带电粒子的能谱及角分布裂变中子(
